核主泵

摘要： “华龙一号”反应堆冷却剂泵的机械密封是防止反应堆冷却剂泄漏的关键部件,平面度是密封性能的关键参数,采用圆度圆柱度仪对核主泵机械密封动环、静环密封面的平面度进行了检测。对密封面不同位置的二维和三维平面度检测结果进行分析,结果表明:采用圆度圆柱度仪检测得到不同位置的二维平面度、三维单平面和多平面平面度,在满足核主泵机械密封面平面度检测高精度要求的同时,进一步反映了机械密封面的整体平面轮廓形貌,且数据存储方便,为“华龙一号”核主泵机械密封的高精度制造和高可靠性运行提供了新的检测方法和数据分析依据。

摘要： 为了确保核主泵出厂前的安全性和功能性,验证核主泵各项性能,通过高温高压核主泵试验台的设计研究,介绍了试验台的组成、功能、安全设计等.开展了基于模型试验台结构的固有振动特性分析.研究发现,试验泵转动频率50 Hz附近的固有频率均位于离试验泵支撑较远的位置,对试验泵的运行不会产生影响;通过分析流致振动对试验台及核主泵的影响获得加固措施.试验台的设计考虑了回路升温时的热应力和位移,一方面保证核主泵在试验台上稳定运行,另一方面确保了回路系统冷、热交变和瞬态运行工况下试验台的安全.经测量,建造完成后的试验台回路在热应力的驱使下均朝预期方向发生了相应位移,位移量与理论计算基本一致.介绍了试验台脆性断裂失效、韧性断裂失效、接头泄漏失效、弹性或塑性失稳、均匀腐蚀失效等几种主要失效模式及相应预防措施.通过该试验台完成了小型反应堆核主泵相关的验证性试验.采用的设计技术和实施内容可以指导高温试验台的设计和建造,在工程和学术方面具有一定的参考价值.

摘要： 为了研究反应堆冷却剂主泵动压轴封异常工作状态、验证第三级副密封所处工况条件,开展了轴系温度分布仿真分析.采用微型内窥装置在线获取三级低压泄漏流相态图像,对所得图像进行数值化处理;采用Sobel边沿检测算法求取图像边沿化后的均方差,实现了基于内窥图像的主泵轴封低压泄漏流相态的在线监测.通过提高密封第三级泄漏背压,改善浮动密封的润滑状态,并开展了多水平背压试验.以流场图像Sobel边沿检测算法特征值δ_(s1s2)评价轴封泄漏流场的流态变化.结果表明,当背部压力等效水柱高度H为0.77,1.30,1.55,1.80 m时,δ_(s1s2)分别为0.005549,0.015100,0.020690,0.198400.基于以上结论,设计了一个具有最优高度的U形管,可提高密封低压泄漏背压、改善三级密封O形圈的润滑.

摘要： [目的]随着我国核电产业“走出去”战略的推进,对核电装备自主供货的要求也越来越高,特别是在当下中美贸易摩擦的背景下,更加要求核心装备的国产化。[方法]以我国出口核电站核心设备--反应堆冷却剂泵国产化的顺利实现为例,就高端装备的国产化路线和方法做一些探讨。[结果]反应堆冷却剂泵(核主泵)是技术难度最高和最复杂的压水堆核电站核岛主设备,其作为两用物项同时也是出口管制设备。我国在出口核电项目上,依托国内迅猛发展的大型装备制造业能力,顺利实现了核主泵的国产化。[结论]核主泵的国产化打破了发达国家对核主泵供货的垄断地位,夯实了我国作为核电装备制造业强国的地位,也为未来其他高端核心装备的国产化提供了可供借鉴的经验。

摘要： 本文报告了大功率核主泵高性能制造的随机变量相关和失效模式相关的系统可靠性分析方法,针对核主泵关键部件推力轴承定位机构可靠度给出了计算示例。基于核主泵高性能制造的系统动力学和制造热力学原理,建立主要失效模式下随机变量相关的性能函数,采用一次二阶矩法计算关键零部件各个失效模式的可靠度。根据核主泵系统多物理场耦合作用的串并联关系,考虑不同失效模式之间的相关性,将系统可靠度计算转化为多维正态积分求解,通过微分等效递归算法降维计算系统可靠度。核主泵高性能制造可靠性分析结果表明,在随机变量相关情况下,失效模式独立近似的可靠度较失效模式相关的可靠度偏低,系统可靠性评估趋于保守。

摘要： CPR1000核电机组主泵静压轴封运行参数多次超出厂家最低压差要求,需要针对静压轴封极低压差运行特性和影响因素参数敏感性进行研究。本文针对100型核主泵双锥角静压轴封,提出一种简化的流固热耦合分析数值模型并通过试验数据验证,系统阐述了极低压差、O形圈位置、转速等因素对密封泄漏特性(泄漏量、温升、锥角变化、液膜厚度)影响的机理。根据研究,低压差运行时锥角在温差的作用下呈增大现象,与高压差作用下锥角减小的现象相反,现场低压差运行限值可以考虑适当降低至1 MPa,而不会导致液膜厚度显著下降。动、静环密封板背部O形圈槽内高压区比例与泄漏量呈相反变化规律,高压区比例自0.2增加至1,泄漏量变化率可达47%。本研究可以为主泵静压轴封极低压差运行策略制定和现场运行期间影响因素变化对泄漏特性的研究提供参考和指导。

摘要： 目的 为保证真空热胀形工艺对屏蔽套的成形精度,进而保证后续的套装质量,研究真空热胀形工艺的矫形能力及成形原理.方法 利用有限元软件MSC.Marc,建立了核主泵转子屏蔽套热胀形过程的二维轴对称热力耦合有限元模型,通过对焊接后屏蔽套测量得到模型中屏蔽套尺寸,通过此模型计算了屏蔽套在热胀形过程中的温度场、应力场、应变场及径向位移场,预测了屏蔽套胀形后的形状,分析了热胀形对屏蔽套的矫形原理,并对屏蔽套进行了真空热胀形实验,从而对有限元模型的可靠性进行验证.结果 计算结果表明,热胀形过程中,屏蔽套上发生了较大的塑性应变和蠕变应变,热胀形后,屏蔽套的内径在276.879～276.883 mm之间.实验结果表明,热胀形实验后屏蔽套的半径分布与有限元模型计算结果符合良好.结论 热胀形工艺通过使屏蔽套发生塑性变形和蠕变变形,实现了对屏蔽套尺寸及形状的精确控制,其中,塑性变形是热胀形工艺可以对屏蔽套上的形状缺陷进行治理的原因.

摘要： 以核主泵用流体动压型机械密封第三级辅助O形密封圈为研究对象,利用UMT-3多功能摩擦磨损试验机测试其在干摩擦和脂润滑下的摩擦学特性,获得不同润滑工况下滑移速度与摩擦因数关系,同时评估了润滑脂的润滑效果.结果表明:干摩擦条件下,当往复位移固定不变时,频率对摩擦因数影响较小,当往复频率固定不变时,摩擦因数随往复位移增大而增大;当往复位移较小时,润滑脂减摩效果一般,当往复位移增大后,润滑脂润滑效果有所增强.为提高O形密封圈的使用寿命,减小插入件的磨损,应尽量减小泵主轴的轴向跳动,使密封圈接触界面处于黏着状态.

摘要： 为实现在核主泵产品开发过程中对四象限特性进行预测与设计方案快速可靠评估,采用全流道内流场数值模拟方法,针对某轴封式核主泵在定转速下的四象限运行特性进行预测,研究基于数值模拟预测四象限特性曲线的可靠性.与试验曲线对比结果表明:在正转逆流及反转逆流工况下预测结果与试验结果一致性好,其扬程和转矩曲线的偏差大部分点在±3％以内,个别点在±5％以内;在反转正流工况预测结果与试验的各曲线变化趋势相同,但预测值与试验曲线之间的偏差较大,其扬程和转矩曲线偏差大部分点在±10％以内,个别点在±20％以内.证明采用基于数值模拟的预测方法能够替代大部分运行区域的试验来获得可靠的特性曲线,在设计过程中可以采用该方法对设计方案快速评估,但对核主泵在反转正流工况的准确数值模拟还需要进一步研究.

摘要： 为评估核主泵用流体动压型机械密封辅助密封圈的摩擦力,设计了辅助密封圈的微动试验台架,进行了不同频率和不同往复位移幅值下辅助密封圈的摩擦力测量,分析了往复频率和往复位移幅值对辅助密封圈在正常工作条件下的摩擦力影响规律.试验结果表明,辅助密封圈摩擦力随往复位移幅值的增大先增大后减小,在较大往复频率下,往复频率对摩擦力的影响作用不明显,与辅助密封圈接触的金属配副表面承受周期性交变切应力,易导致表面微动疲劳磨损.

摘要： 基于相对坐标系下的雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型,采用SIMPLE算法,以清水为介质,对AP1000核主泵模型泵进行数值模拟.通过改变压水室与前腔之间的间隙宽度设计出4种不同方案,对各种方案下泵内流动进行数值模拟,获得模型泵在不同间隙下轴向力的变化趋势和规律,以及不同间隙下前腔内流动的变化规律.通过对数值模拟结果和试验值、计算值的对比分析,间接地验证了数值模拟方法的可靠性.并对4种不同间隙方案模拟数据进行分析,结果表明,间隙的变化对于泵的扬程没有明显影响,设计工况下泵的效率在0.6mm间隙时效率高于其他间隙,相比1.8mm间隙提高了1.66％,在1.2Qd工况下,1.8mm间隙时效率高于其他间隙,相比2.4mm间隙时泵的效率提高了2.17％.这主要是由于不同间隙下压水室效率的变化引起的.轴向力随着流量的增加整体呈现出单调递减,设计工况时0.6mm间隙轴向力值最大,2.4mm间隙轴向力值最小,0.6mm间隙时轴向力比2.4mm间隙增大了4.5％.这与不同间隙时前盖板外表面压力的变化有很大的关系.

摘要： 基于Reynolds时均化N-S方程和RNGκ-ε湍流模型,采用SIMPLE算法和多重坐标系法,对三种不同导叶轴向安放位置的核主泵缩尺模型的内部流动进行了全三维定常数值计算.通过对比分析外特性、压力场和速度场,研究了导叶轴向安放位置对模型泵叶轮、导叶和泵壳内部能量转换特性的影响,结果表明,导叶轴向安放位置对泵的外特性影响较大,导叶和泵壳的轴向相对距离越小,小流量工况下泵的扬程和效率越高,设计及大流量工况下泵扬程和效率越低.减小导叶和泵壳的轴向相对距离可以改善泵壳内的流动状态,对泵壳内的回流现象起到很好的抑制作用.导叶轴向安放位置不仅影响泵壳、导叶内的流动状态,而且对叶轮内的流态也有一定的影响,且流量越小,影响越大.

摘要： 基于三维不可压缩流体的N-S方程和RNG k -ε湍流模型,采用流体计算软件ANSYS-Fluent对设计工况下不同导叶数及导叶进口边位置的混流式核主泵水力模型的三维湍流流场进行了数值模拟,研究了导叶进口边位置及导叶数对混流式核主泵模型水力性能的影响.计算结果表明:随着导叶数的增加,当导叶数为奇数时,泵的计算扬程和水力效率值都有所增大,且水力效率值增大的趋势在减小;导叶数为偶数时,泵的计算扬程和水力效率值先减小后增大,在导叶数为16片时,泵的计算扬程和水力效率值最小.随着导叶进口边与叶轮出口边夹角θ的增大,泵的计算扬程和水力效率值先增大后减小,当θ=14°时,模型泵的水力性能最好.研究结果可用来了解混流式核主泵水力模型的内部流场特征,并为其高效水力模型优化设计提供有益参考.

摘要： 为了为核主泵水润滑半尺寸轴承可靠性强化试验提供载荷应力环境,提出采用电磁力实现对立式转子实施轴向可控可调载荷的方法,研制了一套轴向磁力加载装置.采用一种简洁而系统的模型表针磁力加载装置,它包括普通的数学模型、基本结构以及功能参数特征,分析了转子-轴承-加载装置系统磁液复合特性.在此基础上,给出了磁力加载装置的关键结构设计和典型性能数据,专门设计台架对加载装置性能进行检测.建立了根据载荷情况的可靠性因素组模型逻辑框图,据此提出了基于磁力加载装置的核主泵水润滑轴承可靠性强化试验方案.研究结果表明:该装置可实现静态加载10t、脉冲以及谐波动态激振功能,且脉冲激振时间、谐波激振频率、激振幅值可调,基本满足核主泵水润滑轴承可靠性强化试验需要的重载、变载的工况需求.

摘要： 针对第三代核主泵水润滑轴承长寿命、高可靠(正常服役60年)的设计需求,建立核主泵半尺寸水润滑径向轴承试验平台,基本实现关键技术配套.该平台的核心部分是核主泵水润滑半尺寸径向轴承试验台(卧式),以及用于开发四个重要单项技术的基本软硬件系统.径向轴承卧式台主要用于动特性识别和分布水膜压力测试.平台引入的关键技术是润滑与振动综合测试技术、压力无线传感技术、磁力加载技术、润滑状态超声监测技术和石墨物性检测技术,经过调试和集成,这些基础和特殊技术基本完成对平台的技术配套.该平台与半尺寸推力轴承试验平台互补,除了支持现象模拟和模型验证,还可提供可靠性强化试验条件支持轴承考核性试验.本文的研究成果为核主泵水润滑全尺寸轴承研制提供了试验技术参考.

摘要： 核主泵用水润滑石墨轴承研发难度大,石墨瓦块和轴承的制备及性能检测是超越设计的难点,综合提高的途径是数据化.建立的数据集涵盖石墨轴承制备、检测等过程的主要参数,重点数据是制备工艺参数温度和浸渍、检测参数石墨化度和硬度等.数据集还包括高级检测,即试验台得到的轴承性能数据,文中报道了尺寸是三代核泵主推力轴承一半的轴承试验数据.数据化研究需关注新技术的引入,在介绍轴向电磁加载技术、润滑状态超声监测技术、磨粒检测与分析技术等单项技术的基础上,讨论了数字化的完整性和先进性.

摘要： 为了保证核主泵长期安全、可靠的运行,降低共振发生的概率,根据核主泵具有的旋转对称的结构特点,分析了核主泵中动静干涉引起的压力脉动激振力的频域分布特点.并依据核主泵发生共振的必要条件,给出了评价核主泵动力响应的动静叶匹配理论一种推导方法.深入地研究叶轮振动形式与动静叶片数匹配的关系,并在初始设计阶段合理的选择动静叶数目匹配来消除发生严重振动破坏的可能性.结果表明:在设计过程中,低阶激振频率下应当避免产生节径数为0、1等不合理动静数目匹配.进一步应用动静叶匹配理论对目前国外进口的多种型号核主泵动静叶数目匹配方式给予验证,AP1000 核主泵的动静叶匹配方式7/18 具有良好的振动特性.最后,将该理论用于国产AP1000 核主泵自主设计中,给出了考虑减小水力激振及严重振动破坏情况下的较为合理的动静叶数目匹配值,为今后该型号及后续型号核主泵叶轮、导叶设计提供借鉴指导意义.

摘要： 针对不同辐照条件下拟用于核主泵机械密封中的烧结材料,使用Plint TE-92盘-盘摩擦副滑动摩擦磨损试验机,在接近机械密封实际工况的条件下考察了相同材料自配副条件下,材料的摩擦磨损特性以及磨损机理,并利用扫描电子显微镜(SEM)和ZYGO激光干涉仪观察和分析了辐照对材料组织结构、表面形貌和摩擦特性的影响.结果表明,对于本次研究中针对的三种烧结材料,在试验工况下,辐照对材料的组织结构和摩擦特性没有明显影响.

摘要： 核主泵是核电站主回路中唯一的能动旋转设备,其稳定运行关系到整个核电站的安全.本文介绍了不同时期下屏蔽泵、轴封泵、无密封泵(屏蔽电机主泵和湿定子电机主泵)的发展,分析了上述不同类型核主泵的结构特点、水力部分、密封、轴承等的工作原理、性能及特点.并对我国核主泵国产化现状和核主泵的发展方向做了探讨.

摘要： 为了评价激光薄板填丝焊接接头的高周疲劳性能,利用升降试验法评价了指定2×106周次寿命的O.7mm厚激光填丝焊接接头样件高周疲劳强度,借助扫描电子显微镜分析了断口及断裂位置.,结果显示,激光填丝焊接接头的高周疲劳强度为396.6MPa,断口形貌显示近无夹杂物,裂纹源区呈解理特征,裂纹主要为沿晶扩展,在裂纹扩展区呈现典型的疲劳条纹特征,且条纹间距随裂纹扩展长度的延长而加宽,瞬断区主要呈现与拉伸断口一致的韧窝形貌.观察断口截貌可知,裂纹主要在焊缝上表面焊趾附近萌生,并沿板厚方向扩展,在沿焊接方向扩展过程中会跨越熔合线,在焊缝区内和相邻母材区内扩展.

摘要： 本发明提供一种大型核级主泵试验台位主泵支撑装置，可满足试验台位建成后对主泵支撑的能一维滑移、小角度转动，也能刚性固定的要求。底板水平固定设置；座板安装在底板上；滑块底座固定安装在座板上；螺杆转动安装在滑块底座上；下斜块水平滑动安装在滑块底座上；圆柱螺母安装在下斜块上，并与螺杆连接；上斜块滑动安装在下斜块上，上斜面与下斜面接触，上斜块上滑动安装有撑板；凸弧板座固定安装在座板上；凸弧板固定安装在凸弧板座上；凹弧板滑动安装在凸弧板上，凹弧面和凸弧面接触，凹弧板上固定安装有撑板；限位螺栓安装在限位板上，与撑板可脱离式连接；挡板固定在底板两侧，拧紧螺栓安装在挡板上，且与座板可脱离式连接。

摘要： 本发明提供一种大型核级主泵试验台位主泵支撑装置，可满足试验台位建成后对主泵支撑的能一维滑移、小角度转动，也能刚性固定的要求。底板水平固定设置；座板安装在底板上；滑块底座固定安装在座板上；螺杆转动安装在滑块底座上；下斜块水平滑动安装在滑块底座上；圆柱螺母安装在下斜块上，并与螺杆连接；上斜块滑动安装在下斜块上，上斜面与下斜面接触，上斜块上滑动安装有撑板；凸弧板座固定安装在座板上；凸弧板固定安装在凸弧板座上；凹弧板滑动安装在凸弧板上，凹弧面和凸弧面接触，凹弧板上固定安装有撑板；限位螺栓安装在限位板上，与撑板可脱离式连接；挡板固定在底板两侧，拧紧螺栓安装在挡板上，且与座板可脱离式连接。

摘要： 本实用新型提供一种大型核级主泵试验台位主泵支撑装置，可满足试验台位建成后对主泵支撑的能一维滑移、小角度转动，也能刚性固定的要求。底板水平固定设置；座板安装在底板上；滑块底座固定安装在座板上；螺杆转动安装在滑块底座上；下斜块水平滑动安装在滑块底座上；圆柱螺母安装在下斜块上，并与螺杆连接；上斜块滑动安装在下斜块上，上斜面与下斜面接触，上斜块上滑动安装有撑板；凸弧板座固定安装在座板上；凸弧板固定安装在凸弧板座上；凹弧板滑动安装在凸弧板上，凹弧面和凸弧面接触，凹弧板上固定安装有撑板；限位螺栓安装在限位板上，与撑板可脱离式连接；挡板固定在底板两侧，拧紧螺栓安装在挡板上，且与座板可脱离式连接。

摘要： 一种基于CFD的核主泵模化设计方法及设计百万千瓦级核主泵叶轮，属于泵设计与制造技术领域。其特征是基于CFD的核主泵模化设计方法分为四个步骤，步骤一是根据百万千瓦级核主泵的设计参数，选择一个与预设计泵叶轮满足相似条件的模型泵叶轮；步骤二是利用传统模化设计公式计算尺寸变换系数，在一定范围内选取3～4个不同尺寸系数以变换模型泵叶轮；步骤三是对步骤二中得到的3～4种泵叶轮分别进行数值模拟，对尺寸系数与扬程的关系进行对数拟合，得到满足要求的核主泵叶轮；步骤四是对步骤三中得到的核主泵叶轮进行优化，完成设计。本发明的效果和益处是解决了高温高压大流量百万千瓦级核主泵的设计问题，设计过程简洁高效可控。

摘要： 本发明涉及一种核主泵用流体动压式机械密封以及包含这种机械密封的核主泵机械密封系统，该核主泵用流体动压式机械密封的特征是：在动环、也可以是静环的密封端面上设有底面为曲面的浅槽，所述的曲面是由一圆周在三维空间按运动规律运动时由运动轨迹所形成的光滑连续曲面的一部分，曲面槽具有从高压测到低压测逐渐变浅和变窄的三维收敛形状，具有更强的收敛特性。曲面槽可以使用磨削方法精确成形，加工精度高。与普通的核主泵用流体动压式机械密封相比，流体动压效应更强，流体膜刚度更大，稳定性和可靠性更高，寿命更长。与普通的核主泵机械密封系统相比，安全性更高，稳定运行时间更长。

摘要： 本发明提供了一种高抗汽蚀核主泵叶轮的水力设计方法及高抗汽蚀核主泵叶轮，所述设计方法通过选定合适的转速、比转速来确定叶轮的进口直径D

摘要： 一种基于CFD的核主泵模化设计方法及设计百万千瓦级核主泵叶轮，属于泵设计与制造技术领域。其特征是基于CFD的核主泵模化设计方法分为四个步骤，步骤一是根据百万千瓦级核主泵的设计参数，选择一个与预设计泵叶轮满足相似条件的模型泵叶轮；步骤二是利用传统模化设计公式计算尺寸变换系数，在一定范围内选取3～4个不同尺寸系数以变换模型泵叶轮；步骤三是对步骤二中得到的3～4种泵叶轮分别进行数值模拟，对尺寸系数与扬程的关系进行对数拟合，得到满足要求的核主泵叶轮；步骤四是对步骤三中得到的核主泵叶轮进行优化，完成设计。本发明的效果和益处是解决了高温高压大流量百万千瓦级核主泵的设计问题，设计过程简洁高效可控。

摘要： 本发明公开了一种适用于核电站一级循环主泵的超导核主泵结构，包括叶片主轴、循环水管道、永磁电机定子和永磁电机转子；叶片主轴上安装若干个叶片；位于叶片主轴的顶部和底部的两端均贴设若干永磁电机转子，位于叶片主轴的底面固定安装一呈长方体的永磁铁阵列；距离所述永磁铁阵列的正下方设置一与永磁铁阵列配合的超导块阵列；叶片主轴设置于循环水管道内，永磁电机定子固定于循环水管道外侧；位于永磁电机定子和永磁电机转子之间的间隙中开设真空腔。

摘要： 本实用新型涉及核主泵配件技术领域，提供一种新型核主泵承插环及核主泵密封结构，所述新型核主泵承插环包括：所述承插环整体呈环形；所述承插环的剖面呈“L”型，所述承插环的台部在圆周方向上设置圆环形的工艺槽，所述工艺槽内热喷涂耐磨涂层。所述耐磨涂层的厚度为0.2～0.5mm。所述耐磨涂层采用钨合金材料。所述工艺槽的深度为0.20～0.40mm。所述承插环中设置至少一个销孔。所述承插环中设置至少一个弹簧孔。本实用新型提供的新型核主泵承插环能够提高承插环工作表面硬度，增加耐磨性，防止烧灼，延长使用寿命。

摘要： 本实用新型公开了一种适用于核电站一级循环主泵的超导核主泵结构，包括叶片主轴、循环水管道、永磁电机定子和永磁电机转子；叶片主轴上安装若干个叶片；位于叶片主轴的顶部和底部的两端均贴设若干永磁电机转子，位于叶片主轴的底面固定安装一呈长方体的永磁铁阵列；距离所述永磁铁阵列的正下方设置一与永磁铁阵列配合的超导块阵列；叶片主轴设置于循环水管道内，永磁电机定子固定于循环水管道外侧；位于永磁电机定子和永磁电机转子之间的间隙中开设真空腔。